秦山核电二期长燃料循环主泵卡轴事故分析

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1、秦山核电二期长燃料循环主泵卡轴事故分析张晓华郑强张舒吴鹏邱志方（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041）【摘要】实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益，但会降低某些安全裕量，需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象，首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则，然后遵照确定论安全分析方法原则，使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究，证明其满足安全要求，为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。.jyqk

2、IS程序计算系统热工水力瞬态和核功率瞬态。采用BAT程序研究热点处燃料元件的温度瞬变，计算瞬态过程中最高燃料温度。采用FLICAIII-F程序计算DNBR，同时结合燃料统计曲线确定发生DNB的燃料棒份额。3计算假设事故分析的目的是研究事故工况下三道放射性屏障的完整性。针对每道屏障完整性的分析，应该采用对所分析屏障造成不利后果的保守假设。DNBR分析目的是研究第一道放射性屏障完整性，采用的假设应使事故瞬态过程中一回路压力值偏低。而一回路超压分析不同，为了使事故瞬态过程中压力峰值偏高，需要进行不同的假设。具体采用的假设详细介绍如下：1

3、）初始工况初始反应堆功率为满功率加上最大测量误差。初始稳压器压力为名义值减去最大稳态波动值和测量误差（DNBR分析时）或名义值加上最大稳态波动值和测量误差（一回路超压分析时）。初始反应堆冷却剂平均温度为名义值加上最大稳态控制带和测量误差。2）初因事件与功能假设假定0秒时一台主泵泵轴卡住。冷却剂流量的衰减根据流经每条反应堆冷却剂环路和堆芯的动量平衡来计算；动量平衡与连续性方程、泵动量平衡方程和泵特性曲线相关。进行DNBR分析时，考虑稳压器喷雾和稳压器安全阀的降压效果。进行一回路超压分析时，假定稳压器加热器运行，不考虑稳压器喷雾的降压

4、效果；同时假设稳压器第一组安全阀失效。3）与堆芯相关的假设慢化剂温度系数取最小绝对值，多普勒功率亏损取最大绝对值，多普勒温度系数取最小绝对值，采用保守的停堆反应性引入曲线，假定价值最大的一束控制棒卡在堆外。这些假设将增大THEMIS程序计算的瞬态过程的核功率。4计算结果表2和表3分别给出了秦山二期长循环卡轴事故分析的事件序列和主要计算结果。燃料包壳温度计算表明，热点处包壳温度的最大值为1057℃，低于限值1482℃，且此时包壳氧化程度很小，该事故过程中堆芯的完整性可以得到保证。超压分析结果表明，一回路压力峰值为18.04MPa，低

5、于设计压力（17.23MPa）的120%，满足安全限制准则的要求。结合DNBR计算及燃料统计曲线得知，事故过程中包壳表面发生DNB的燃料棒占全堆芯燃料棒的份额为25%。5放射性后果分析由于燃料棒DNB份额超过10%，需要做进一步的源项分析以研究放射性后果能否满足要求。发生卡轴事故后，一回路产生的热量主要由堆芯余热、冷却剂储热、热构件释热以及主泵功率组成。通过热平衡方法，得到事故后各关键时间段内的蒸汽释放量及给水流量，即可同燃料棒DNB份额一起作为源项及放射性后果评价的输入条件。根据卡轴事故源项及放射性后果分析的计算结果得知，本事故

6、引起的剂量值远低于GB6249-86《核电厂环境辐射防护规定》中重大事故的剂量限值，满足事故放射性后果验收准则。6总结从以上的分析中可以看出，秦山二期长循环卡轴事故的燃料包壳温度和一回路压力限值能够满足限值要求，燃料芯块和一回路压力边界的完整性都能够得到保证，且裕量较大。同时，在假设堆芯有25%燃料棒包壳发生破损的情况下，放射性后果远低于验收准则的要求。［责任编辑：汤静］